核燃料芯块与SiC多层包壳的多场耦合作用与失效机理的近场动力学建模与分析

Silicon Carbide (SiC) ceramic material is considered as one of the potential materials for the new accident-tolerant fuels. Compared with conventional Zirconium alloy, SiC composite material has relatively higher performance in elevated temperature, lower neutron absorption cross-section, better radiation stability and reacts slowly with steam. The present study investigates the cracking behaviors, mechanical interactions and failure mechanisms in fuel pellet and SiC multi-layered cladding with a 3D PeriDynamic (PD) model. The proposed 3D model is based on stated-based peridynamic method and considers the coupled multiphysics between mechanical deformation, thermal diffusion and neutron diffusion. The influences on thermal-mechanical properties from multiphysical coupling effects will be demonstrated. The governing equations for mechanical deformation and heat conduction in nuclear fuel components are PD motion equation and PD thermal diffusion equation. Nuclear fission process releases energy and neutrons, its power rate and neutron flux are obtained from multi-group neutron diffusion equation. The coupled multiphysical analysis employs Newton-Krylov nonlinear solver. The contribution from present study is that it considers the multi-physical interactions in fuel pellet and SiC multi-layered cladding from mechanical deformation, thermal diffusion and neutron diffusion simultaneously. In addition, it applies state-based peridynamic method to multiphysical modeling and analyses. The achievements from present study can serve as theoretical references for the structural design of fuel components of next-generation nuclear reactor.

碳化硅(SiC)陶瓷是新型事故容错燃料的候选包壳材料。与传统锆合金相比，SiC复合材料的工作温度高，与水蒸气反应活性低，具有更低的中子吸收截面，并在辐照环境下尺寸稳定性较好。本项目基于态型近场动力学方法(PD)，建立核燃料芯块和SiC多层包壳在机械力-热扩散-中子扩散多场耦合作用下的3D力学模型，用于分析多场耦合作用对核燃料元件热-力学性能的影响，揭示核燃料元件的开裂行为、相互作用和失效机理。核燃料元件受机械载荷和热传导作用的控制方程分别为PD运动方程和PD热扩散方程。核裂变反应释放能量的功率密度和中子通量密度通过多群中子扩散方程得到。耦合分析使用牛顿-克里洛夫非线性求解器。本项目的新贡献在于同时考虑核燃料芯块和SiC多层包壳受到的机械力-热扩散-中子扩散多场耦合作用，将态型近场动力学方法用于多场耦合问题的建模和分析。研究结果将为新型核反应堆燃料元件的结构设计提供必要的理论参考。

随着日益严峻的能源问题，核能作为一种清洁高效的能源越来越成为各国关注的焦点。核燃料棒作为核反应堆的基础元件，主要由核燃料芯块与包壳构成。碳化硅(SiC)陶瓷是一种新型事故容错燃料的包壳材料，它与传统锆合金相比工作温度高，与水蒸气反应活性低，具有更低的中子吸收截面，并在辐照环境下尺寸稳定性较好。本项目基于态型近场动力学方法(PD)，建立了核燃料芯块和SiC多层包壳在机械力-热扩散-中子扩散多场耦合作用下的3D力学模型，核燃料元件受机械载荷和热传导作用的控制方程分别为PD运动方程和PD热扩散方程，核裂变反应释放能量的功率密度和中子通量密度通过多群中子扩散方程得到。开发了基于无雅可比矩阵的牛顿-克里洛夫非线性求解器和相关的GPU并行分析程序。中子能量划分为四个能群，可发生裂变、吸收和散射等反应，忽略上散射的过程，即只能发生同能级群内散射或者由高能级群向低能级群散射。PD多群中子扩散方程计算得到的有效增殖系数为0.8723，与理论参考值吻合良好，验证了PD多群中子扩散方程的有效性。分析了多场耦合作用对核燃料元件热-力学性能的影响，揭示核燃料元件的开裂行为、相互作用和失效机理。在10~40kW/m功率密度下，核燃料芯块在功率上升和下降过程中会产生开裂行为，可以观察到环向、径向和轴向三种形式的裂纹。在功率上升期，由于环向拉伸应力的存在核燃料芯块首先出现径向裂纹。但由于芯块中心区域的压缩应力，径向裂纹无法扩展到芯块中心。在功率下降期内，由于径向应力的重新分配，核燃料芯块中产生环向裂纹，并扩展至整个芯块。随着功率密度的增加，核燃料芯块中的主裂纹个数随之增加，当功率密度大于等于25kW/m时，核燃料芯块中心截面处将产生明显的分离和破碎。本项目同时考虑了核燃料芯块和SiC多层包壳受到的机械力-热扩散-中子扩散多场耦合作用，建立了由致密的单相SiC外层和SiC纤维增强的内层所构成的多层包壳，研究结果表明外层和内层包壳的厚度比为0.4时，包壳的安全性较好。本项目的研究结果将为新型核反应堆燃料元件的结构设计提供必要的理论参考。